压水堆核电站控制(第四章)
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较细有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位格架有何功用？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。
核电站运行-复习大纲整理版
第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。
（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。
压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。
好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。
代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。
3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。
定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。
目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。
4. 核电厂运行工况的分类。
正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。
安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
6. 核电厂运行规程的构成。
正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。
9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。
压水堆核电站控制(第一章)
反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系 压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院
当反应性的变化ρ接近β时，由缓增变为陡增。对应反应堆周期 T=1/ ω 1急剧减小。
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应
当反应性变化大于β后，反应堆周期接近零，反应堆功率急 剧上升失去控制，出现“瞬发临界事故”。
华北电力大学核科学与工程学院 n/n0
瞬变项
华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应 反应性扰动开始的瞬间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子,反 应堆周期 ，这种现象称为瞬跳;很快缓发中子发挥作用, 按指数规律增长。
中子密度以反应堆周期
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应 当反应性ρ为一个很大的阶跃扰动时，按上述类似方法可得：
华北电力大学核科学与工程学院 点堆动力学模型：把反应堆看成没有空间度量的一个“点”， 即反应堆内各点的中子通量密度只随时间变化，与空间位置 无关。 有效增殖系数Keff ：某一代参与裂变反应的中子数除以上 一代参与裂变反应的中子数。 中子一代时间(Neutron life time) l ：上一代中子产生数量 相同的下一代中子的所需的时间。 平均一代中子时间：一个中子由于裂变被另一个中子代替 的平均时间。 Λ =l/ Keff 反应性：表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
平衡点处： 缓发中子先驱核产生率＝ 缓发中子先驱核消失率
【2024版】第四章核能材料
2.3裂变堆类型
裂变反应根据堆内中子能量大小，分为快中子反 应堆和热中子反应堆等堆型。以水作为慢化剂的热中 子反应堆根据氢原子中的中子数不同，可以分为轻水 堆(LWR) 、重水堆等；轻水堆根据冷却剂状态不同可 以分为压水堆、沸水堆等。
压水堆(PWR)：使用加压轻水作冷却剂和慢化剂 ，水压约15.5MPa，水在堆内不沸腾，驱动汽轮发电 机组的蒸汽在反应堆以外产生，借助于蒸汽发生器实 现，蒸汽压力为6～7MPa。燃料为浓缩铀或MOX燃 料。
锆-2.5铌合金主要成分是2.5%-2.8%（质量） Nb和1000×10-6-1300×10-6O.添加Nb可以使合 金得到强化并提高耐蚀性，少量的氧也可以强化 合金，在合金重要严格的控制有害杂质氢和碳、 氯和磷。前者容易造成合金氢化开裂；后者会降 低其断裂韧性。
锆-2.5铌合金主要性能：
微观组织和断裂韧性
2 裂变反应堆材料
2.1裂变原理和裂变反 应堆 铀-235或钚-239
等重元素的原子核在 吸收一个中子后发生 裂变，分裂成两个质 量大致相同的新原子 核，同时放出2~3个 中子，这些中子又会 引发其他的铀-235或 钚-239原子核裂变， 如此形成链式反应。
核反应堆4-5章总结
核燃料 分为易裂变的和可裂变的两种 易裂变核燃料：铀-233、铀-235及钚-239 可裂变：钍-232、铀-238在核反应堆内吸收一个快中子后有 可能发生裂变 232Th、238U在核反应堆内吸收一个快中子裂变为233Th 慢化剂 轻水（H2O）重水（D2O）石墨（C）铍及氧化铍（Be、 BeO）和有机化合物 吸收能力较低、慢化能力较高、轻物质作慢化材料
3.慢化剂温度系数 慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力，主要途径如下： • 慢化剂密度变化。以水为例，温度升高慢化能力降 低，能谱变硬。 • 慢化剂温度变化引起中子温度变化。温度升高时能 谱变硬。 水轴比： 慢化剂温度系数还与单位体积内慢化剂与燃料的核密度 比值有关，在轻水堆中以“水铀比”表示。
l tm td
其中，tm为平均慢化时间，td为平均扩散时间。
反应堆周期
T = l /(k–1) 不考虑缓发中子T≈0.1s，若考虑缓发中子T≈85s。
课外知识
压水堆核电站 压水堆核电站：核岛、常规岛和电站配套设备。 核岛 ①蒸汽发生器②稳压器③主泵④压力容器 常规岛主要包括汽轮机发电机组，其形式与火电厂相似。 核反应堆及系统基本组成 裂变反应 核反应堆是指容器及内存装的燃料、慢化剂、冷却剂、控制、 测量部件及管道。
控制系统 在堆内放入一种或数种吸收中子能力大的物质 用镉、硼、银铟镉合金、铪等材料做成的控制棒或在冷却剂 中加入硼酸、硝酸等溶液控制反应堆 控制棒：安全棒、调节棒、补偿棒 屏蔽 措施 用体积质量（密度）大的材料屏蔽y射线如铁、铅等 用体积质量（密度）小的材料屏蔽中子如水、石墨、含硼材 料及石蜡、塑料、也可使用重元素和含氢物质如安全壳
4.2 中毒效应
概念：热中子反应堆运行后堆内所产生的某些裂变产物， 其中子吸收截面较大，故对ρ有明显的影响，这种效应称 为裂变产物中毒，有两种同位素特别重要钐(149Sm)和氙 (135Xe)。 停堆后的135Xe中毒——碘抗 所谓剩余反应性是指堆芯中没有任何控制毒物时的反应性， 以ρ ex来表示，控制毒物是指反应堆中用于反应性控制的 各种吸收体（如控制棒），不包括裂变产物中的毒物。
核反应堆压水堆控制绪论课件
06 相关案例分析
案例一：切尔诺贝利核事故分析
事故原因
反应堆设计缺陷、操作失误、安全系统失效等。
事故影响
辐射污染严重，导致数十万人受到不同程度的影 响，包括健康问题、生态灾难等。
事故教训
加强核安全监管，提高反应堆设计和操作水平， 重视应急预案的制定和实施。
案例二：福岛核事故分析
事故原因
地震和海啸导致核反应堆冷却系统失效，进而引发燃料棒熔毁和 放射性物质泄漏。
控制系统
由传感器、控制器、执行器、 被控对象及一些辅助设备组成 。
控制器
根据传感器检测到的参数变化 ，按照一定的控制策略进行计 算，输出控制信号。
被控对象
需要被控制的设备或过程，如 核反应堆、蒸汽发生器等。
控制棒控制系统
控制棒
由吸收中子的材料制成，通过 插入或抽出控制棒来控制反应
堆的功率。
控制棒驱动机构
事故影响
大量放射性物质泄漏，对环境和人类健康造成严重影响，长期影 响仍存在。
事故教训
加强核设施的地震和自然灾害风险评估，提高应急响应能力，加 强核安全文化培育。
案例三：美国尤卡山核废料处理项目介绍
项目背景
美国尤卡山核废料处理项目是全球最大的核废料处理项目之一，旨 在处理数以万吨计的高放射性核废料。
冷却剂流量控制器
根据冷却剂温度控制器的输出信号， 调节冷却剂的流量，以实现冷却剂温 度的精确控制。
加热器
用于加热冷却剂，以补偿反应堆运行 过程中产生的热量损失。
冷却剂泵
用于驱动冷却剂循环流动，将反应堆 产生的热量传递给蒸汽发生器等设备 。
03 核反应堆控制原 理
中子平衡控制
中子产生
01
04 RCC-P简介-200912解析
2. 核电站总体设计与布置总则
• 单一故障准则应用的附加规定 – 单一故障准则是能够预防随机故障的决定性准则， 故应采取一系列措施尽量减少共模故障的风险，包 括实体隔离和电源的独立性：
• 设备布置要在地理位置上分隔；
• 实行实体隔离； • 采取措施避免相互影响、避免事故加剧； • 电源应为多重，设有后备电源等。
4
1. RCC-P的主要章节及概述
–其他的机械系统（核辅助系统）：燃料吊装与贮存系 统；反应堆水池和乏燃料水池冷却与净化系统；通风 系统；余热排出系统；化学与容积控制以及硼酸与补 给水制备系统；设备冷却水系统和重要厂用水系统； 废物处理系统；核取样系统；蒸汽发生器排污系统； 压缩空气生产与分配系统等。 –电气系统：仪表和控制系统；电源系统（包括电站辅 助设施与安全设施在正常运行与事故工况下的配电设 施与应急供电系统）。
9
2. 核电站总体设计与布置总则
– 机组的数量和总体布置时还要考虑 • 用户的电力需求 • 输电线路的能力 • 规划可利用的土地面积 • 地质水文条件
• 放射性排放物的允许排放量
• 温排水（热污染）的影响 • 化学污染的可能性
10
2. 核电站总体设计与布置总则
– 核岛厂房的布置原则
• 要害区厂房尽可能布置紧密，以减少出入口；
27
3. 基本系统的总体设计 （1）构成密封屏障的系统
（2）专设安全设施
（3）其它机械系统
（4）电气系统
28
3. 基本系统的总体设计
（1）构成密封屏障的系统
为了保证核电厂的安全，在各种运行状态下需要确 保的三大安全功能是：
• 反应性控制；
• 排出堆芯热量； • 包容放射性物质。 – 三道密封屏障 • 燃料包壳； • 反应堆冷却剂系统； • 安全壳。
《核反应堆物理基础》课件——第四章 温度效应
率。 • 使反应堆总有足够大的后备反应性。
（即使掉到坑底，后备反应性仍然是正的）
反应堆中没有任何控制毒物情况下的超临界反应性称为反应 堆的后备反应性或剩余反应性。
碘坑中启动或提升功率的危险性
➢开堆或提升堆功率时，随着通量的上升，氙大量烧损， 相当于引入正的反应性。
P d
dP
i
Ti
Ti P
x
x P
TF
TF P
TM
TM P
VM
Tx P
功率系数是所有反应性系数变化的综合，与反应堆核特性相 关，与热工水力特性也有关。
裂变产物中毒
裂变产物：
指裂变碎片及其衰变产物, 300多种。
裂变产物中毒：
意思是反应堆因裂变产物的生成而中 毒。中毒者是反应堆，放毒者是某些裂变产物。
一段时间内135Xe浓度有可能增加
135Xe浓度有可能到达一极值后，开始逐渐减小，因为？？
碘坑：NXe先↑后↓，ex先↓后↑现象
碘坑时间tI: 停堆时刻开始直到剩余反应性 又回升到停堆时刻时所经历的时间
允许停堆时间tp: 在tI内，若剩余反应性还大 于零，则反应堆可靠移动控制棒来启动，这 段时间为tp
停堆后135Xe中毒
135Xe产生途径： 直接裂变、135I衰变
135Xe消失途径： • 停堆后：
135Xe吸收中子、 135Xe衰变
• =0, 135Xe的裂变产额=0； 135I继续衰变为135Xe，但135Xe不再 有吸收中子而消失，只能通过衰变消失，而135Xe得半衰期大 于135I半衰期，因此停堆后:
dI dTF
核反应堆压水堆控制绪论课件PPT
核反应
在一定条件下，一个原子核与另 一个原子核发生相互作用，导致 原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中，一个中子在裂 变过程中释放出多个中子，这些 中子又继续引发其他原子核裂变 ，形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反 应堆。
工作原理
在压水堆中，燃料棒在高温高压下发 生裂变反应，释放出能量，同时产生 中子。中子与下一个燃料棒发生链式 反应，维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论 课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子 核释放的能量，具有清洁、 高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、 研究等领域，具有广泛的 应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时，需要引入中子源，使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时，可以引入控制棒或化学抑制剂， 吸收中子，使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分，它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器，内部装有核燃料组件和控制组件。它承 受着高温高压的反应堆冷却剂，并保持其密封性，以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器 和执行机构等组成，用于监测和控制 反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、 控制反应性、稳定反应堆运行等，以 确保核反应堆安全、经济和高效地运 行。
《核电站通用机械设备》第4章(热交换器)
蒸汽走管间，上进、下排冷凝液。疏水凝结液
走下部管间，与高压给水成逆流走向，右进左
排。
4.6.3高压给水加热器
4.6.4 凝汽器（冷凝器）
结构：
⑴每台机组配三台凝汽器，布置在机房底层。
⑵每台凝汽器有两组单流程管束，为卧式单程管
板式换热器。
原理：
循环冷却水（海水）由入口水室下端的进水暗渠
板为碳钢，管束与管板连接采用先焊后胀。两
端封头均为蝶形封头。
⑷筒体内还有防冲板、管束支撑板、防震杆等
换热器辅助部件。
4.6.3高压给水加热器
工作原理：
利用汽轮机抽汽加热高压给水，保证进入蒸汽
发生器的给水水温。
高压加热器的加热介质分别为蒸汽和疏水凝结
液。在同一筒体内，用壳程纵向隔板分成两个
加热区，上部为蒸汽加热区，下部为疏水凝结
4.2.3 浮头式热交换器
4.2.1 固定管板式热交换器
结构：
两端管板和壳体连接成一体。
特点：
结构简单，造价低廉。壳程不易检修和清洗；
两流体的温差较大时，应考虑热补偿。
使用工况：
4.2.1 固定管板式热交换器
4.2.2 U型管热交换器
结构：
管子弯成U型，管子两端固定在同一管板上。
特点：
⑴结构简单，重量轻
的温 度,℃;
α—比例系数,又称局部对流传热系数,W/
(m2·℃)
4.3.3.2 对流传热速率方程
牛顿冷却定律：
Q S t
(4-3)
式中：α—平均对流传热系数, W/(m2·℃);
S—总传热面积，m2；
Δt—流体与壁面之间的平均温差, ℃。
第4章 核电厂正常运行
(4)二回路系统。所有设备均在停闭状态，蒸汽发生器二次 侧处于湿保养状态，即充入除盐除氧水至一定高度，其余空 间充氮使压力稍高于常压。蒸汽隔离阀关闭。 (5)供电系统。检查所有的母线和配电盘上的交直流电源， 调整厂用电方式使符合启动要求，检查备用电源的完整性， 检查重要负载的电压是否正常。启动时，电源电压应在 (0.85--1.05)额定电压之间，对电网频率的限制为(50i 0.5)Hz。保证反应堆、冷却剂泵、一回路及二回路的辅助 系统，反应堆控制与安全保护系统，检测仪表系统，信号系 统等处于能够运行状态。
第4章 核电厂正常运行
4.1 正常启动 4.2 过渡到功率运行
4.3 停闭 4.4 核电厂的换料
介绍核电厂正常运行，包括从冷停堆开始，电厂加热升 温，趋近临界，汽轮机暖机、升速、并网带负荷，负荷瞬变， 升功率至满功率运行；最后介绍功率运行到冷停堆的全过程。 了解从冷停到满功率的主要过程；
开堆前的临界棒位(或临界硼浓度估算)，稀释和硼化 计算，热平衡计算，停堆余度计算；
(3)根据堆芯的布置，推算出与最低无负荷临界相对应的 各个控制棒组件的位置，并按照所指定的顺序，依次提升 控制棒组件中的四组调节棒组。 如按A模式运行控制棒组件的调节棒组有A、B、C和 D四组，四组调节棒的前后两组之间有一定的重叠度。棒 组重叠的目的是为了使反应性与调节棒组位置的关系曲线 线性化，使棒组在堆芯内移动时的反应性引人率近似为常 数。
理解负荷瞬变过程主要参数的变化趋势，掌握负荷瞬 变的规律。
正常运行使用正常运行规程(General Procedure)。
4.1 正常启动
冷态启动：压水堆停闭了相当长时间，温度已降到60℃
以下时的启动；
热态启动：指压水堆短时间停闭后的启动，启动时压水
压水堆核电站反应堆控制系统培训教材
培训教材压水堆核电站反应堆控制系统编写：校对：审核：中国核动力研究设计院前言目前压水型反应堆已成功运用于商用核电站和军用核动力装置。
压水型反应堆控制系统由反应堆冷却剂平均温度控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器水位控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统组成。
本文是在总结秦山二期反应堆控制系统设计经验的基础上编写而成，主要内容包括反应堆控制系统的功能及其组成、各控制系统的功能、控制通道说明及其相关的报警和逻辑动作等内容。
由于编者时间仓促，书中难免有不妥之处，欢迎提出宝贵意见，谢谢。
目录第一章概述 (5)第二章反应堆冷却剂平均温度控制系统 (6)2.1反应堆冷却剂平均温度控制的功能 (6)2.2用于反应堆冷却剂平均温度控制的测量值 (6)2.2.1 反应堆冷却剂温度测量 (7)2.2.2 中子通量测量 (7)2.2.3 汽机负荷测量 (7)2.2.4 反应堆功率定值 (8)2.3控制系统说明 (8)2.3.1 控制系统结构 (8)2.3.2 稳态运行程序 (10)2.4棒控系统逻辑动作 (11)2.4.1 C1、C2、C3、C4、C11、C20、C21和C22联锁信号 (11)2.4.2 核蒸汽供给系统要求的汽机降负荷 (12)2.4.3 允许信号P4、P7、P8、P10、P12、P13和P16 (12)2.4.4 控制棒棒位监督及其他 (14)第三章稳压器压力控制系统 (15)3.1稳压器压力控制系统的功能 (15)3.2稳压器压力的测量 (15)3.3用于稳压器压力控制的执行机构 (15)3.3.1 电加热器 (16)3.3.2 喷雾系统 (16)3.3.3 稳压器安全阀组件 (18)3.4控制通道的说明 (18)3.4.1 压力定值 (18)3.4.2 调节器结构 (18)3.4.3 第3组和第4组电加热器的控制 (19)3.4.4 第1组、第2组、第5组和第6组各组电加热器的控制 (19)3.4.5 喷雾阀极化控制 (19)3.4.6 喷雾阀RCP001和002VP的控制 (20)3.5报警和逻辑动作 (20)3.5.1 调节器驱动的报警 (21)3.5.2 其它逻辑动作 (21)第四章稳压器水位控制系统 (22)4.1稳压器水位控制系统的功能 (22)4.2用于稳压器水位控制的测量 (23)4.2.1 水位 (23)4.2.2 反应堆冷却剂温度 (23)4.2.3 上充和下泄流量 (23)4.2.4 调节稳压器水位的执行机构 (23)4.3稳压器水位控制的说明 (23)4.3.1 控制系统的结构 (23)4.3.2 水位整定值 (25)4.3.3 限值 (25)4.4逻辑动作和报警 (25)4.4.1 逻辑动作 (25)4.4.2 报警 (26)第五章蒸汽发生器水位控制系统 (27)5.1蒸汽发生器水位控制的功能 (27)5.2一般原理 (27)5.3用于蒸汽发生器水位控制的测量 (27)5.3.1 水位 (27)5.3.2 蒸汽流量 (28)5.3.3 给水流量 (28)5.3.4 汽机负荷 (28)5.3.5 蒸汽总量 (28)5.3.6 给水温度 (29)5.4调节阀 (29)5.5控制通道简述 (29)5.5.1 概述 (29)5.5.2 水位调节器 (30)5.5.3 高负荷下的给水流量控制 (30)5.5.4 低负荷下的给水流量控制 (31)5.5.5 “跟踪”系统 (32)5.6与反应堆紧急停堆有关的逻辑 (33)5.7与蒸汽发生器水位控制有关的逻辑动作 (34)5.7.1 程序水位和测量水位的偏差 (34)5.7.2 SG水位高高 (34)5.7.3 SG水位低 (34)5.7.4 SG水位低低 (34)5.7.5 ATWT(预计瞬态不停堆)信号 (35)第六章蒸汽排放控制系统 (36)6.1蒸汽排放系统功能 (36)6.1.1蒸汽向冷凝器排放: (36)6.1.2蒸汽向大气排放系统(GCT-A) (37)6.2测量参数 (37)6.2.1反应堆冷却剂平均温度 (37)6.2.2 蒸汽母管压力 (37)6.2.3 蒸汽发生器压力 (37)6.2.4 汽机入口压力 (37)6.3执行机构 (38)6.3.1蒸汽冷凝器排放阀 (38)6.3.2 大气释放阀 (39)6.4控制通道的说明 (39)6.4.1蒸汽向冷凝器排放 (39)6.4.2 蒸汽向大气排放的压力控制 (42)6.5与蒸汽向冷凝器排放有关的逻辑回路 (42)6.5.1 与蒸汽向冷凝器排放相关逻辑的功能 (42)6.5.2 C9联锁 (42)6.5.3 P12允许信号 (43)6.5.4 C7联锁 (43)6.5.5 P4联锁 (43)6.5.6 “电网故障”处理 (43)6.5.7 ATWT(不停堆的预期瞬态)联锁 (44)6.5.8 温度控制模式下的阀门开启 (44)6.5.9 压力控制模式下的阀门开启 (44)第一章概述一．反应堆控制系统的功能反应堆控制系统的主要功能如下：1．在稳态运行时，维持主要运行参数尽可能接近核电厂设计所要求达到的最优值，使核电厂的输出功率维持在所要求的范围内。
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物包括铁、镍、铬和锰等金属离子，以及氢氧根离子和硼酸根离子等。
这些产物会影响核电站的运行稳定性和热效率，同时也对环境带来潜在风险。
为控制这些活化腐蚀产物的生成和影响，压水堆核电站采取了多种水化学控制措施。
其中包括：
1. 去离子水系统：通过去离子水系统减少水中的杂质和离子，减缓活化腐蚀的产生。
2. 化学清洗：定期进行化学清洗，清除一回路中的污垢和腐蚀产物，保证水循环系统的清洁和稳定性。
3. 加药控制：通过给水系统中加入适量的缓蚀剂和抗氧化剂等药剂，延缓金属腐蚀的产生和水化学反应的影响。
4. 氢气控制：控制系统中的氢气含量，减少氢气对金属材料的腐蚀作用。
5. 硼酸加注：加入适量的硼酸，控制系统中的酸碱平衡，减少金属材料的腐蚀和水的蒸发。
综合采取上述措施，可以有效地控制压水堆核电站一回路中的活化腐蚀产物的生成和影响，确保核电站的运行安全和稳定性。
- 1 -。
核物理基础 知识
碘坑：由于停堆后反应性要出现一个最小值，它又与135碘的
衰变密切相关，因而这种现象称为碘坑 氙振荡：氙密度随反应堆功率之间在空间上存在正反馈机制的 振荡现象。在大尺寸通量高的反应堆中有可能出现。
碘坑曲线反映了随着停闭时间的增加，堆内反应性的变化。
4.3：燃耗
燃耗深度：装进反应堆单位重量的重金属(例：235U + 238U) 在卸出堆芯时释放出的能量。单位：MWd/tU。 影响燃耗深度的主要因素是燃料元件(包括燃料本身和包壳材料) 本身耐辐照的性能。 有效增值系数随燃耗深度变化曲线
4.2：中毒效应
由于裂变和衰变，核反应堆中发生着大量的物质转换。特别是裂变 产生的裂变产物。一些新产生的物质对中子平衡有重要的影响。特 别是各别裂变产物具有很大的中子吸收截面，典型的裂变产物是钐 (149Sm)和氙(135Xe)。这种强吸收裂变产物分为两类：寿命长的 称为“结渣”，寿命短的称为“中毒”。下面讨论135Xe的中毒效 应。
核 反 应 堆 堆 芯 结 构 示 意 图
课外补充
压水堆核电站：
它主要由核岛和常规岛组成。 压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、 主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体， 一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反 应堆安全而设置的辅助系统。 常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规 火电厂类似。
蒸汽发生器：
堆芯：
堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是由燃料 组件构成的。正如锅 炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧 的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有 2～4%的235U，呈小圆柱形，直径9.30mm 。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一 根长约4m、直径约10mm的燃料元件棒。燃料棒通常按 17×17正方形排列，用定位格架固定是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常 运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压 器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降 压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
压水堆控制概述
压水堆控制概述压水堆核电站控制概述§1.1压水堆核电站及流程图压水堆核电站主要是由反应堆、一回路系统、二回路系统及其它辅助系统和设备组成。
由于压水堆核电站中具有放射性的一回路与不带放射性的二回路系统是相分开的，所以通常又把压水堆核电站分为核岛和常规岛两大部分，如图1－1所示。
核岛是指核的系统和设备部分；常规岛是指那些和常规火电厂相似的系统和设备部分。
压水堆结构如图1－2所示，堆芯由157个燃料组件组成，燃料在4Z r合金制成的包壳内，燃料用低浓缩235U制成，形状是小圆柱体，由氧化铀烧结而成。
使用普通水作冷却剂和慢化剂，压力约为15.5MPa，核反应是通过移动插入在堆内的53个控制棒束组件以及调节慢化剂中的硼酸浓度来控制的。
图1－1 压水堆核电站的组成压水堆核电站工艺流程如图1－3所示。
一回路冷却剂水在三个冷却回路中循环，将堆芯的热量带到三个蒸汽发生器。
冷却剂的循环靠冷却剂泵（主泵）来完成。
一台稳压器使一回路的压力维持恒定。
在蒸汽发生器中，热量是通过蒸汽发生器管壁从一回路传到二回路，使进入蒸汽发生器的水在5.8MPa压力下汽化，产生的蒸汽送到汽轮机，汽轮机带动发电机组发电，最终把核能转化为电能。
再通过26kv/400kv(香港)或26kv/500kv(广东)变压器变电压送到枢纽变电站进入电网。
由汽轮机排出的蒸汽经过冷凝器后，由给水泵打入给水加热器加热，最后回到蒸汽发生器二次侧再被一次侧冷却剂加热完成一次循环。
1图1－2 压水堆本体结构图2图1－3 压水堆核电站工艺流程图§1.2压水堆核电站控制系统压水堆核电站控制系统如图1－4所示，主要包括：·反应堆冷却剂平均温度(R棒组)控制系统；·反应堆功率(N1、N2、G1、G2棒组)控制系统；·硼酸浓度控制系统(属反应堆辅助系统—化学与容积控制系统)；·稳压器压力和水位控制系统；·蒸汽发生器水位控制系统；·大气蒸汽排放控制系统；·汽机调节(负荷控制)系统；·冷凝器蒸汽排放控制系统；·给水流量控制系统；·汽动泵速度控制系统；·电动泵速度控制系统；·发电机电压控制系统等。
第四章 核电厂控制与运行
蒸汽排放控制
• 蒸汽排放系统的作用是在汽轮机负荷突然大幅度减少 之后，有控制地将蒸汽直接排放至凝汽器，从而在蒸 汽发生器上保持一个人为的负荷以减小反应堆冷却剂 系统的瞬态变化 • 随后，控制棒系统，包括反应堆功率调节系统和自动 降功率系统，把反应堆的功率降低到一个新的平衡值 ，而不引起出现超温度或超压力的事故停堆 • 本系统也可用于在热停堆和冷停堆过程中排出反应堆 的余热、进行核电厂冷却，以及在反应堆起动时排出 多余蒸汽，使核电厂处于平衡无负荷状态 • 系统有两个子系统
设一座压水堆，中子寿命l= 10-5 秒，在t = 0时刻 突然阶跃引入 Δk=0.0005的反应性。 则 l 0.00001 0.02 k 0.0005
P( ) P0 e
t
这样在1秒钟内，反应堆功率将变为初始的 e50 或 51021倍，无法控制！
• 若考虑缓发中子，则中子的平均寿命应对所有中 子（瞬发+缓发）平均，即
压水堆电厂的稳态运行方案
二回路蒸汽压力 恒值控制 一回路冷却剂平 均温度恒值控制 稳态运行方案 冷却剂进口温度 恒值控制 冷却剂平均温度 程序控制
二回路蒸汽压力恒定方案 当反应堆功率上升时，二回路蒸汽压力恒定，流量增加； 冷却剂平均温度上升，反应堆进口温度和出口温度都 将上升； 特点： 对蒸汽发生器等二回路设备有利； 冷却剂温度变化引入反应性变化，需要控制能力 强的控制棒设备； 冷却剂热胀冷缩，需要较大的稳压器设备
l i (ti l ) (1 )l
i 1 6
l i t i 0.1 sec
i 1
6
• 周期应写成
l k
• 前一例题的周期变为
l 0.1 200 sec k 0.0005
第四章--核反应堆材料..
4. 冷却剂材料
冷却剂材料要求
中子吸收和感生放射性小； 高的沸点和低的熔点； 高的比热，唧送功率低； 热导率大； 有良好的热和辐照稳定性； 和系统其他材料相容性好； 价格便宜。
常用冷却剂
水
重 水
水作为冷却剂和慢化剂 沸点低、存在沸腾临界、在 主要应用于轻水堆 高温下有腐蚀作用
和浓度(富集度)，除控制材料外，堆芯所有结构材料的
中子吸收截面都应该尽可能地小；
为减少放射性危害，制造反应堆的材料活化截面也应该
尽可能小，含长半衰期元素少，如Co。
3 反应堆材料的性能要求-2
（2） 机械性能 强度、塑韧性和热强性高，缺口敏感性和晶体长 大倾向性小。 （3）化学性能 抗腐蚀、抗高温氧化能力强；点腐蚀、晶间腐蚀 和应力腐蚀倾向性小。 （4）辐照性能 辐照期间组织、结构应稳定，脆化、肿胀等辐照 效应和PCI（芯块与包壳的相互作用）小； 杂质和气体合量少，纯洁度高，尤其Cu、P、S 含量应尽量少，成分偏析小； 晶粒和沉淀强化相要细小稳定。
2. 核燃料
核燃料：在反应堆内能使核裂变反应自持的易裂变物质。可 作为核燃料的易裂变物质是铀-233、铀-235和钚-239。其中铀235是天然存在的，而铀-233和钚-239分别由钍-232和铀-238用 人工方法转换而得。
核燃料要求
(1)热导率高； (2)抗辐照能力强，以达到高的燃耗； (3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力； (4)熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变； (5)机械性能好，易于加工。
对于能量为1MeV的中子，可以在铁中发生一次弹性碰撞将评价使几百个原子 产生位移。其中某些位移原子有可能移动到另一个空位而不造成材料缺陷。 快中子穿过物质产生大量位移原子，这些位移原子都在一次碰撞原子附件很小 的体积内产生，主要导致大量的能量传递给这样的小体积的物质，从而使这块 小体积物质在短时间内温度升高甚至熔化。
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华北电力大学核科学与工程学院 执行器的组成： 1. 执行机构：执行器的推动 装置，根据控制信号的大小 产生相应的推动力，推动调 节机构动作。 2. 调节机构：执行器的调节 部分，直接与被调介质发生 作用，完成控制的最后环节。 3. 辅助装置：阀门定位器 （提高控制精度）、手轮机 构等（调节器或执行器出现 故障时，用其进行调节，临 时维持生产正常进行）。
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执行器：自动控制系统的终端控制元件，接受来自调节单 元的控制信号，通过调换流体通路的流通能力来改变被调 介质的流量，以便按规定要求对影响被控过程状况的变量 进行调节和操纵。 电动执行器：以电能为动力的执行器。
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气动执行机构(气动调节阀)：以压缩空气为动力的推动装 置。
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在通电电流脉冲波形中,提升和静止电流脉冲大小有变化( “全”电流和”减”电流)。 提升电流脉冲由40A变化16A。目的：可动系统重达145Kg， 若要把它静止提起，需要的力很大，所以需要用40A的 “提升全”电流；当控制棒提升到位后，把电流减为16A 的“提升减”电流，以减少耗电和绝缘材料过热而引起老 化。 静止电流脉冲在8A和4.2A之间变化。控制棒移动时，为可靠 的抓牢控制棒，应通8A的“静止全”电流；当控制棒处于 正常静止状态时，只需4.2A的“静止减”电流就足够了。 传递线圈的电流始终为8A，因为传递过程时间短，而且电流 不大。
P
P0
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P1
P2≤0.5MPa
气动薄膜执行机构： 膜片能承受的压力 较低，推动力小。
活塞式执行机构由 活塞 于气缸允许操作压 力较大，最大可达 0.5MPa，具有较大 气缸 的输出力。
根据活塞压差来完 成两位动作。活塞 由高压侧推向低压 侧，使推杆由一个 位置走到另一个位 置。适用于两位控 制系统。
华北电力大学核科学与工程学院 低压调节阀： • 低阻力蝶型阀 • 汽机每侧有3个低压汽柜，共6个，每个低压缸由两 个汽柜供气。低压调节阀在汽柜中与低压截止阀一 一配对。 • 低压阀也是由单向动作驱动机构操作，通过曲柄杠 杠带动，由液力开启，弹簧力关闭，开启时间2s， 关闭时间1s，行程90°，汽柜孔径1145mm。 • 阀板是由碳钢铸造成圆形板，带有整体的加强构件 和阀杆凸台以支承阀杆。 • 阀杆的短轴用螺栓刚性固定在阀板上，在绕性的滚 柱轴承上转动。并装有一个推力轴承以确定轴向位 置。
气动薄膜直通单座调节阀 气 动
O 型 活 塞 式 切 断 球 阀
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气缸式执行机构 (直行程)
单弹簧老式气动薄膜 执行机构(直行程)
多弹簧精小型气动薄膜 执行机构(直行程)
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液动（液压）执行器：以高压液体为能源的执行器。
隔离阀
⑥ ⑦ 弹簧
①
②
⑧
主 柱 塞 ④
⑤
HP调节阀 导杆
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电磁阀 卸压阀
隔离阀
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保护液供给 控制滑阀 反馈杠杆 控制柱塞 ① ② ⑨
电磁阀 卸压阀
⑦
⑧
弹簧
GRE 反馈LVDT 阀门定位器 直接反馈杠杆 电液伺服阀 GRE GFR
③
隔离阀
主 电液转换器特性 输入：来自调节器的开、关阀信号电流 输出：控制柱塞的位移 柱塞响应速度很快其的位移与信号电流相对应，可视为比 例环节。 液动执行机构特性 输入：控制柱塞的位移Δx 输出：主柱塞的位移ΔM 主柱塞位移与进入其右油腔的油流量成正比，即
Fs dM dt Q bs z 2g
P P0 P0
薄膜气室 波纹膜片 上（下）膜盖(Ae) 弹簧(Cs) 推杆
气动薄膜执行机构
P
I
I
P—薄膜气室的信号压力变化量； l—推杆行程的变化量； Ae—波纹膜片的有效面积； Cs—弹簧刚度； P—进入薄膜气室的信号压力；
P0—对应于行程起点的信号压力。
P Ae C s l l l Ae Cs Ae Cs P
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输出轴转角θ和输入信号I的关系为：
θ =K I 电动操作器的作用： 1. 在控制系统投入自动运行以前， 通过手动操作使被控变量接近 给定值，而调节阀处于某一中 间位置。由于控制器的自动跟 踪，当手动操作达到控制点后， 便可无扰的转入自动运行。 2. 断电时可用装在电动执行机构 上的手动操作手柄改变调节阀 的开度。
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华北电力大学核科学与工程学院 气动执行器的特点：结构简单、动作可靠、性能稳定、故 障率低、价格便宜、维修方便、防爆、输出功率可做得很 大。可与气动调节仪表，也可和电动仪表或控制计算机配 套使用（需电－气转换器或电－气阀门定位器）。与电动 执行器相比，其性能优越很多。 电动执行器优点： 1. 工作能源取用方便，不需添加专门设备； 2. 信号传输速度快，传输距离远，便于集中控制； 3. 停电时保持原位不动，不影响设备安全； 4. 灵敏度和精度均较高； 5. 与电动调节仪表配合方便，安装接线简单。 电动执行器缺点： 1. 体积较大，价格较高，结构比较复杂，维修不方便； 2. 平均故障率比气动执行器高，防爆性能不如气动执行 机器。
电-气阀门定位器
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负反馈 波纹管 十字片簧 支撑 正反馈 波纹管 杠杆 测量线圈
调零弹簧
磁铁
P0
放大器
电-气转换器：将电动调节器输出的电信 号转换为气压信号，用以驱动气动执行 器；或将各种电动变送器的输出信号转 换成气压信号送往气动调节器或气动显 示仪表。 采用两个波纹管的目的是为了获得较小 的反馈合力矩。调零弹簧用来调整气动 输出信号的起始值。
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P P0 P0
薄膜气室 波纹膜片 上（下）膜盖(Ae) 弹簧(Cs) 推杆
气动薄膜执行机构
P
I
I
P—薄膜气室的信号压力变化量；
l—推杆行程的变化量； Ae—波纹膜片的有效面积； Cs—弹簧刚度； P—进入薄膜气室的信号压力；
P0—
对应于行程起点的信号压力。
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华北电力大学核科学与工程学院 高压调节阀驱动机构 1. 电-液转换器（电-液伺服阀）：将有控制器来的电信号 转换为液压信号。 2. 滑阀油动机：根据液压信号驱动阀门。 低压调节阀驱动机构
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机械反馈 调整磁铁 线圈 转矩马达 喷嘴 舌门
节流孔 至控制柱塞上腔 至控制柱塞下腔
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电动操作器
电动执行机构原理框图
0~10mA Ii If
伺服放大器
伺服电机
减速器
输出轴位移
调节阀
位置发送器
放大部分
mA
执行部分
伺服放大器：三个输入信号通道(对于简单的系统，只用其中一 个通道)和一个位置反馈信号通道。 1. 伺服放大器将输入信号和反馈信号相比较比较，得到偏差信号。 偏差信号被放大，控制伺服电机的转动。根据偏差信号的极性， 放大器输出相应的信号，以控制电机的正转或反转。 2. 经过减速器减速，使输出轴产生角位移。 3. 输出轴转角位置经过位置发送器转换为相应的反馈电流，反馈 4. 到伺服放大器的输入端使偏差信号减少。 当反馈信号与输入信号相等时，伺服电机停止，输出轴稳定在与 输入信号相对应的位置上。
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阀门定位器：气动执行器的主要附件，与气动执行器配套使用，以克服 阀杆的摩擦力和消除调节阀的不平衡里的影响，保证阀芯按照调节器发 出的控制信号大小准确定位。
P0
波纹管 主杆杆 薄膜 滚轮
Pi
活塞 凸轮 阀芯 喷嘴
气动放大器
由于采用气动放大 器，作用与薄膜气 室的压力P0可远大 于输入信号Pi；阀 门定位器与执行机 构组成一个负反馈 的闭环系统，因此 使阀门的定位速度 和精度都得到明显 提高，也有利于克 服由于经过较长气 动管路而造成的信 号传递滞后。
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阀门定位器 反馈杆 导槽 输出摇臂 支架
P1 P0 P2 P
推杆
气缸 活塞
华北电力大学核科学与工程学院 电动执行机构的分类（按功能和输出方式划分） 1. 角行程电动执行机构：接受电动控制其来的0~10mA或 4~20mA标准电流信号，输出0~90 °角位移，驱动蝶阀、 球阀和偏心旋转阀等角位移。常用型号为DKJ型。 2. 直行程电动执行机构：具有真行程位移输出的电动执行 机构，可直接操纵各种直行程阀，如单、双座阀、三通阀 及套筒阀。常用型号为DKZ型。 3. 多转式电动执行机构：输出轴输出为大小不等的有效转 圈数，用来推动闸阀等多转式阀。
行程标尺 （10～100mm)
支架
华北电力大学核科学与工程学院 长行程执行机构：输出力矩和转角，以驱动磁芯运动为转 角的角行程阀。 输入：0.02~0.1MPa或0~10mA 输出：转角（0~90°）或位移（200~400mm） 特点：行程长、输出力矩大，适用与大转角的角行程阀。 种类： 气动长行程气动执行机构 电信号气动长行程执行机构
华北电力大学核科学与工程学院 汽机调节系统 1. 组成：放在柜内的微型调节器电子设备、为各调节阀 而设置的蒸汽阀门操作装置以及高压和低压调节阀。 2. 功能：在所有工况（包括正常运行工况、危急加速工 况）调节汽机的转速和负荷。 3. 高压调节阀： • 在材料为碳钢铸件的汽柜中内有4个高压调节阀和与 之配对的高压截至阀，成同轴对向布置。每个汽柜 通过一根独立的环形管道向高压缸供应蒸汽。 • 调节阀为平衡设计，阀杆粗壮，长度尽可能接近阀 座，可有效支承阀头，并在最大出力下还具有相当 裕度。 • 阀座与阀头为合金钢锻件。 • 单向动作，液力开启弹簧力关闭。开启时间为2s， 关闭时间为0.2s，行程111.8mm，阀座直径439mm。